Consejo de Seguridad Nuclear. III. Otras disposiciones. Comunidades autónomas. Convenio. (BOE-A-2024-26347)
Resolución de 10 de diciembre de 2024, del Consejo de Seguridad Nuclear, por la que se publica el Convenio con la Universitat Politècnica de València, la Universitat Politècnica de Catalunya y la Universidad Politécnica de Madrid, para la ejecución de Proyecto I+D sobre «Participación en los Proyectos de Mantenimiento de Códigos CAMP de la NRC y Programas Experimentales Termohidráulicos de NEA/OECD (ATLAS, RBHT, POLCA y SYSTHER), y su aplicación a Plantas Españolas (CAMP-ESPAÑA)».
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No ocultamos, cambiamos o tergiversamos la información, simplemente somos un altavoz organizado de los boletines oficiales de España.
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BOLETÍN OFICIAL DEL ESTADO
Martes 17 de diciembre de 2024
Sec. III. Pág. 173440
[30] NUREG/IA-0253, Roberto Herrero Santos, José María Izquierdo Rocha;
«Development of a Computer Tool for In-Depth Analysis and Post Processing of the
RELAP5 Thermal Hydraulic Code», 2011.
[31] NUREG/IA-0503, S. Gallardo, A. Querol, M. Lorduy and G. Verdú; «Post-Test
Analysis of ROSA-2 Test 2 (IBLOCA) with TRACE», 2019.
[32] NUREG/IA-0504, S. Gallardo, A. Querol, M. Lorduy and G. Verdú;
«Assessment of TRACE 5.0 Against ROSA-2 Test 3 Counterpart Test to PKL», 2019.
[33] NUREG/IA-0505, S. Gallardo, A. Querol, M. Lorduy and G. Verdú;
«Assessment of TRACE 5.0 Against ROSA-2 Test 5, Main Steam Line Break with Steam
Generator Tube Rupture», 2019.
[34] NUREG/IA-0511, S. Gallardo, A. Querol, M. Lorduy and G. Verdú; «Simulation
of ROSA-2 Test-2 Experiment: Application to Nuclear Power Plant», 2019.
[35] NUREG/IA-0512, S. Gallardo, A. Querol, M. Lorduy and G. Verdú; «Simulation
of ROSA-2 Test 3 Counterpart with TRACE5 - Application to Nuclear Power Plant», 2019.
[36] NUREG/IA-0504, F. Sánchez, S. Carlos, J.F. Villanueva, S. Martorell;
«Assessment of TRACE 5.0 Against ROSA-2 Test 3 Counterpart Test to PKL», 2019.
[37] NUREG/IA-0488, S. Carlos, J.F. Villanueva, F. Sánchez, S. Martorell;
«Simulation of the LSTF-PKL Counterpart G7.1 test at PKL facility to a Nuclear Power
Plant using TRACE 5», 2019.
[38] NUREG/IA-0486, S. Carlos, J.F. Villanueva, F. Sánchez, S. Martorell;
«Simulation of the G3.1 experiment at PKL facility using RELAP5/Mod3.3», 2018.
[39] NUREG/IA-0487, F. Sánchez, S. Carlos, J.F. Villanueva, S. Martorell;
«Simulation of the PKL-G7.1 Experiment in a Westinghouse Nuclear Power Plant Using
RELAP5/Mod3.3», 2019.
[40] NUREG/IA-0488, F. Sánchez, S. Carlos, J. F. Villanueva, and S. Martorell;
«Simulation of the LSTF-PKL Counterpart G7.1 test at PKL facility using TRACE 5»,
2019.
[41] NUREG/IA-0409, Martínez, V.; Reventós, F; «Post-Test Calculation of the
ROSA/LSTF Test 3 using RELAP5/mod3.3»; 2012.
[42] NUREG/IA-0497, Pérez, M.; Martínez, V.; Reventós, F.; «IBLOCA analysis for
Vandellòs-II NPP. Sensitivity calculations to EOP actions», 2019.
[43] NUREG/IA-0498, Freixa, J.; Martínez, V.; Reventós, F.; «Core Exit Temperature
Response during an SBLOCA Event in the Ascó NPP», 2018.
[44] NUREG/CR-6976, 2010, E.R. Rosal, T.F. Lin, I.S. McClellan, R.C. Brewer, Rod
Bundle «Heat Transfer (RBHT) Facility Description Report», 2010.
[45] NEA No. 7317, State-of-the-Art Report on Light Water Reactor AccidentTolerant Fuels, Nuclear Science, OECD 2018.
[46] Maolong Liu.; Nicholas R. Brown.; Kurt A. Terrani.; Amir F. Ali.; Edward D.
Blandford.; Daniel M. Wachs.; «Potential impact of accident tolerant fuel cladding critical
heat flux characteristics on the high temperature phase of reactivity initiated accidents»,
Annals of Nuclear Energy, 2017.
[47] L-Y. Cheng.; A. Cuadra.; N. Brown.; «PWR Plant Model to Assess Performance
of Accident Tolerant Fuel in Anticipated Transients and Accidents», BNL-107113-2015CP, 2014.
[48] Bowen Qiu.; Yingwei Wu.; Yangbin Deng.; Yanan He.; Tong Liu.; G.H. Su.;
Wenxi Tian.; «A comparative study on preliminary performance evaluation of ATFs under
normal and accident conditions with FRAP-ATF code», Progress in Nuclear Energy,
2017.
[49] Sánchez M., Status Report of CAMP Activities in Spain, Fall 2023 CAMP
meeting; Rockville (USA) November 14-16, 2023.
cve: BOE-A-2024-26347
Verificable en https://www.boe.es
Núm. 303
Martes 17 de diciembre de 2024
Sec. III. Pág. 173440
[30] NUREG/IA-0253, Roberto Herrero Santos, José María Izquierdo Rocha;
«Development of a Computer Tool for In-Depth Analysis and Post Processing of the
RELAP5 Thermal Hydraulic Code», 2011.
[31] NUREG/IA-0503, S. Gallardo, A. Querol, M. Lorduy and G. Verdú; «Post-Test
Analysis of ROSA-2 Test 2 (IBLOCA) with TRACE», 2019.
[32] NUREG/IA-0504, S. Gallardo, A. Querol, M. Lorduy and G. Verdú;
«Assessment of TRACE 5.0 Against ROSA-2 Test 3 Counterpart Test to PKL», 2019.
[33] NUREG/IA-0505, S. Gallardo, A. Querol, M. Lorduy and G. Verdú;
«Assessment of TRACE 5.0 Against ROSA-2 Test 5, Main Steam Line Break with Steam
Generator Tube Rupture», 2019.
[34] NUREG/IA-0511, S. Gallardo, A. Querol, M. Lorduy and G. Verdú; «Simulation
of ROSA-2 Test-2 Experiment: Application to Nuclear Power Plant», 2019.
[35] NUREG/IA-0512, S. Gallardo, A. Querol, M. Lorduy and G. Verdú; «Simulation
of ROSA-2 Test 3 Counterpart with TRACE5 - Application to Nuclear Power Plant», 2019.
[36] NUREG/IA-0504, F. Sánchez, S. Carlos, J.F. Villanueva, S. Martorell;
«Assessment of TRACE 5.0 Against ROSA-2 Test 3 Counterpart Test to PKL», 2019.
[37] NUREG/IA-0488, S. Carlos, J.F. Villanueva, F. Sánchez, S. Martorell;
«Simulation of the LSTF-PKL Counterpart G7.1 test at PKL facility to a Nuclear Power
Plant using TRACE 5», 2019.
[38] NUREG/IA-0486, S. Carlos, J.F. Villanueva, F. Sánchez, S. Martorell;
«Simulation of the G3.1 experiment at PKL facility using RELAP5/Mod3.3», 2018.
[39] NUREG/IA-0487, F. Sánchez, S. Carlos, J.F. Villanueva, S. Martorell;
«Simulation of the PKL-G7.1 Experiment in a Westinghouse Nuclear Power Plant Using
RELAP5/Mod3.3», 2019.
[40] NUREG/IA-0488, F. Sánchez, S. Carlos, J. F. Villanueva, and S. Martorell;
«Simulation of the LSTF-PKL Counterpart G7.1 test at PKL facility using TRACE 5»,
2019.
[41] NUREG/IA-0409, Martínez, V.; Reventós, F; «Post-Test Calculation of the
ROSA/LSTF Test 3 using RELAP5/mod3.3»; 2012.
[42] NUREG/IA-0497, Pérez, M.; Martínez, V.; Reventós, F.; «IBLOCA analysis for
Vandellòs-II NPP. Sensitivity calculations to EOP actions», 2019.
[43] NUREG/IA-0498, Freixa, J.; Martínez, V.; Reventós, F.; «Core Exit Temperature
Response during an SBLOCA Event in the Ascó NPP», 2018.
[44] NUREG/CR-6976, 2010, E.R. Rosal, T.F. Lin, I.S. McClellan, R.C. Brewer, Rod
Bundle «Heat Transfer (RBHT) Facility Description Report», 2010.
[45] NEA No. 7317, State-of-the-Art Report on Light Water Reactor AccidentTolerant Fuels, Nuclear Science, OECD 2018.
[46] Maolong Liu.; Nicholas R. Brown.; Kurt A. Terrani.; Amir F. Ali.; Edward D.
Blandford.; Daniel M. Wachs.; «Potential impact of accident tolerant fuel cladding critical
heat flux characteristics on the high temperature phase of reactivity initiated accidents»,
Annals of Nuclear Energy, 2017.
[47] L-Y. Cheng.; A. Cuadra.; N. Brown.; «PWR Plant Model to Assess Performance
of Accident Tolerant Fuel in Anticipated Transients and Accidents», BNL-107113-2015CP, 2014.
[48] Bowen Qiu.; Yingwei Wu.; Yangbin Deng.; Yanan He.; Tong Liu.; G.H. Su.;
Wenxi Tian.; «A comparative study on preliminary performance evaluation of ATFs under
normal and accident conditions with FRAP-ATF code», Progress in Nuclear Energy,
2017.
[49] Sánchez M., Status Report of CAMP Activities in Spain, Fall 2023 CAMP
meeting; Rockville (USA) November 14-16, 2023.
cve: BOE-A-2024-26347
Verificable en https://www.boe.es
Núm. 303
